Transcript Dosimetri: (termasuk dosis kolektif)

DOSIMETRI
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE (BPTC)
BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR
(BAPETEN) 2014
SUNARYA
Kompetensi Dasar :
• Mengenal satuan radiasi dosimetri secara
umum
• Memahami konsep dasar dosimetri
Indikator Keberhasilan
• Mengetahui satuan radiasi
• Memahami perhitungan dosis radiasi
• Mengetahui besaran dosis
Satuan Radiasi
Energi Radiasi
• Elektronvolt
Energi yang diperoleh suatu elektron saat
dipercepat melalui suatu beda potensial sebesar
1 volt
1 eV = 1,6 x 10-19 J
Exposure (Paparan Radiasi)
• Kuantitas dosimetri dari radiasi pengion,
berdasarkan kemampuannya untuk
menghasilkan ionisasi di udara.
• Kuantitas “eksposure" memberikan indikasi
kemampuan Sinar X untuk menghasilkan efek
tertentu di udara
• Ini hanya didefinisikan untuk terjadinya
interaksi radiasi pengion di udara.
Paparan Radiasi (X)
• Nilai absolut dari total muatan ion yang
terbentuk di udara saat terjadinya ionisasi
akibat interaksi foton dengan udara per satuan
massa udara.
dQ
X 
dm
dQ adalah jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk
dalam suatu volume udara bermasa dm
• Satuan paparan radiasi di definisikan sebagai
jumlah radiasi gamma atau sinar-X di udara yang
menghasilkan ion-ion yang membawa 1 coulomb
muatan per kilogram udara.
• Satuan Internasional (SI) adalah Coulomb per
kilogram [C kg-1]
• Satuan yang pernah dipakai adalah Roentgen [R]
• 1C kg-1 = 3881 R
• 1 R = 2.58 x 10-4 C kg-1
• 1 R = 87,7 erg/g = 0,877 rad (di udara)
Exposure rate (laju paparan)
• Paparan radiasi per satuan waktu
• Satuan Internasional (SI) laju paparan adalah
C kg-1 per detik atau R/s
• Selanjutnya juga dikenal laju dosis
1/12/2013
Kerma
1/12/2013
Kerma (Kinetic Energy Released in a Mass)
Energi kinetik partikel bermuatan yang
dihasilkan akibat interaksi radiasi tak
bermuatan dalam suatu media penyerap
1/12/2013
Kerma (Kinetic Energy Released in a Mass)
dEtrans adalah jumlah energi kinetik mula-mula
(awal) dari partikel bermuatan yang dilepaskan
dalam suatu bahan bermassa dm
1/12/2013
Kerma
• Satuan internasional (SI)
gray (Gy) = 1 J/kg
1/12/2013
Dosis Serap
1/12/2013
Dosis Serap
Energi yang diserap bahan per satuan massa
bahan tersebut.
Satuan Internasional (SI) : gray (Gy) = 1 J/Kg
atau : 1 rad = 100 erg/g; 1 J = 107 erg
sehingga : 1 gray (Gy) = 100 rad
1/12/2013
Paparan Radiasi & Dosis Serap
1/12/2013
• Muatan untuk 1 ion = 1,6 x 10-19 C
• Energi rata-rata untuk menghasilkan ion tunggal
di udara 34 eV.
• Maka dosis serap udara untuk 1 satuan X adalah :
𝐶
1 𝑖𝑜𝑛
𝑒𝑉
𝐽
𝐺𝑦
−19
1 𝑠𝑎𝑡𝑢𝑎𝑛 𝑋 = 1
𝑥
𝑥34
𝑥1,6𝑥10
𝑥1
−19
𝑘𝑔 1,6 𝑥 10 𝐶
𝑖𝑜𝑛
𝑒𝑉 𝐽/𝑘𝑔
= 34 Gy
• Dosis serap pada suatu bahan dapat dihitung,
jika paparan radiasi diketahui
𝑮𝒚
𝝁𝒎𝒆𝒅𝒊𝒖𝒎
𝑫𝒐𝒔𝒊𝒔 = 𝟑𝟒
𝒙
𝑪
𝝁𝒖𝒅𝒂𝒓𝒂
𝒌𝒈
𝒎𝒂𝒔𝒔𝒂
𝑪
𝒙
𝒌𝒈
Latihan :
• Hitung dosis serap pada jaringan otot, jika
pada energi radiasi 300 keV, terukur paparan
radiasi sebesar 100 mR ?
1/12/2013
Sebuah foton energi 10 MeV menembus massa
100 g dan mengalami interaksi tunggal, yang
mengakibatkan terjadinya produksi pasangan
positron dan elektron yang masing - masing
memiliki energi 4.5 MeV.
Masing – masing partikel tersebut melepaskan
semua energi kinetiknya pada massa melalui
peristiwa ionisasi dan produksi bremsstrahlung.
1/12/2013
Peristiwa tersebut menghasilkan tiga foton
bremsstrahlung masing – masing memiliki energi
1.6 MeV, 1.4 MeV dan 2 MeV yang langsung keluar
dari massa sebelum mereka berinteraksi.
Selanjutnya positron berinteraksi dengan elektron
yang terdapat pada massa sehingga terjadi
peristiwa annihilasi yang menghasilkan 2 foton
dengan energi masing – masing sebesar 0.51 MeV
dan kedua foton tersebut keluar dari massa
sebelum berinteraksi.
1/12/2013
Maka Kerma dapat dihitung :
1/12/2013
Maka dosis serap dapat dihitung :
1/12/2013
Tabel.1. Besaran dan Satuan Radiometrik
Besaran Simbol
Energi
Satuan SI
Elektronvolt (eV)
Joule (J)
Konversi
1 eV = 1,6 x 10-19 J
Paparan
X
Roentgent (R)
1 R = 2,58 x 10-4 C kg-1
Coulomb per kilogram (C kg-1) 1 R = 8,77 x 10-3 J kg-1
Joule per kilogram (J kg-1)
Kerma
K
Gray (Gy)
Joule per kilogram (J kg-1)
1 Gy = 1 J kg-1
Latihan
0,1 mrad = ………… Gy
5,0 μGy/jam = …………rad/jam
1/12/2013
DOSIMETRI EKSTERNA
1/12/2013
DOSIMETER EKSTERNA
Pemantauan Aktif : menggunakan dosimeter saku.
Berkisar dari 0-200 mR hingga 600 R.
1/12/2013
Dosimeter Saku
1/12/2013
Pemantauan Pasif : Film Badge
1/12/2013
Film Badge
Film Badge
Filter
Bahan
Applikasi
W
Jendela
Partikel beta dan sinar-x energi rendah
N
Plastik (50 mg.cm-2)
Partikel beta
K
Plastik (300 mg.cm-2)
Gamma dan sinar-x energi rendah, partikel beta energi tinggi
A
Dural/alumunium (0,04”)
Gamma dan sinar-x energi 15 – 65 keV
C
Cd (0,028”) + Pb (0,012”)
Netron termal berinteraksi dengan Cd dan memancarkan gamma
T
Sn (0,028”) + Pb (0,012”)
Netron termal
E
Pb (0,012”)
Shielding
I
Indium (0,4 g)
Netron cepat
1/12/2013
Film Badge
1/12/2013
TLD Badge
Pemantauan Pasif : TLD
Gambar III-2. TLD Badge
Gambar III-3. TLD untuk pengukuran
ektremitis
TLD Badge
Whole body
Extremity
TLD Badge
242 mg / cm 2 ABS plastic
+ 91 mg/cm 2 copper
600 mg/cm 2
ABS plastic
TLD chips
17 mg/cm 2
(open window)
TLD
TLD
TLD Reader
TLD
Material
Form
Zeff
Linear Range
(Gy)
Fading
Annealing
LiF:Mg,Ti
Powder,
chips,
rods, discs
8.14
5 × 10–5 to 1
<5% per
year
400oC, 1 h +
80oC, 24 h
LiF:Mg,Ti,Na
Powder,
discs
8.14
10–6 to 10
NA
500oC, 0.5 h
LiF:Mg,Cu,P
Powder,
discs
8.14
10–4 to 3
<5% per
year
240oC, 10
min
Li2B4O7:Mn
Powder
7.4
10–4 to 3
5% in 2
months
300oC, 15
min
Al2O3:C
Powder,
discs
10.2
10–4 to 1
3% per
year
300oC, 30
min
CaSO4:Dy
Powder,
discs
15.3
10–6 to 30
7–30% in 400oC, 1 h
6 months
CaF2:Dy
Powder
16.3
10–5 to 10
25% in 4
weeks
600oC, 2 h
BeO
Discs
7.13
10–4 to 0.5
7% in 2
months
600oC, 15 h
DOSIMETRI EKSTERNA
Pemantauan Pasif : TLD
• Pemantauan dosis perorangan :
Lithium Fluorida, Lithium Borat
• Pemantauan lingkungan : Calsium
Fluorida, Calsium Sulfat
Individual Monitoring
Dosis Ekivalen Perorangan (Hp(d))
Dosis ekivalen perorangan adalah dosis
ekivalen pada jaringan lunak bagian tubuh
tertentu pada kedalaman d mm. Untuk radiasi
dengan daya tembus lemah, biasanya diambil
kedalaman 0,07 mm untuk kulit dan 3 mm
untuk mata. Sedangkan untuk radiasi dengan
daya tembus tinggi, diambil kedalaman 10 mm
untuk seluruh tubuh.
1/12/2013
Faktor Gamma
Laju paparan pada jarak 1 m dari sumber radiasi berbentuk titik
dengan aktivitas 1 Ci (37 GBq). Nilai faktor gamma bergantung
dari masing-masing sumber radiasi dan koefisien serap massa
udara.
 = 0,53  fi Ei [R.m2 / Ci.jam]
o
Laju Paparan
dari Sumber Gamma Berbentuk Titik
X
= A/r2 (R/jam)
1/12/2013
Nilai Faktor Gamma
Sumber Radiasi
 (R.m2 / Ci.jam)
Cesium-137
Cobalt-60
0,33
1,32
Yodium-125
Yodium-131
Iridium-192
0,07
0,22
0,48
Sumber : Cember, 2009
1/12/2013
Latihan
• Hitung nilai faktor gamma untuk sumber Co-60
bila mempunyai energi gamma sebesar 1,17 Mev
dan 1,33 MeV dengan fraksi masing-masing
100%.
• Sumber radiasi Co-60 dengan aktivitas 500 mCi
akan digunakan dalam industri. Berapa laju
paparan pada jarak 10 m apabila diketahui faktor
gamma Co-60  = 1,3 R.m2/Ci.jam.
• Sumber radiasi Ir-192 dengan aktivitas 2 Ci pada 5
bulan yang lalu akan digunakan di industri (T1/2
Ir-192 = 75 hari). Berapa laju paparan pada jarak
5 m apabila diketahui faktor gamma untuk Ir-192
 = 0,5 R.m2/Ci.jam.
1/12/2013
DOSIMETRI INTERNA
1/12/2013
Metode-metode Pengukuran Dosimetri Interna
1. Metoda Langsung, yaitu metode in vivo dengan
menggunakan whole body counter atau part body counter.
2. Metoda Tidak Langsung, yaitu perhitungan dosis dilakukan
melalui pengambilan sampel terlebih dahulu baik sampel
biologis maupun sampel fisik. Jenis-jenis metoda tidak
langsung adalah:
•
Bioassay (urine, faeces, breath, blood, nose blow, tissue
samples)
•
Monitoring udara (sampel udara)
•
Monitoring permukaan (sampel permukaan)
1/12/2013
DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Radioistop Pemancar Alfa dan Beta
•
Energi yang diserap per satuan massa per peluruhan disebut
Energi Efektif Spesifik (Specific Effective Energy/SEE). Untuk
radioisotop pemancar partikel, SEE adalah energi rata-rata dibagi
dengan massa jaringan tubuh dimana radioisotop terdeposit.
SEE ( atau ) =
•
E atau 
m
MeV
dis
Laju dosis dari radioisotop tersebut dihitung dengan
menggunakan rumus sbb:

D

13
MeV
A Bq x 1 Bq.dis
x SEE dis
det ik
.kg x 1,6 x10
1 kgJ.Gy
Gy
D  1,3824 x 108 x A x SEE hari
1/12/2013
Kg
J
MeV
x 8,64x104
det k
hari
Latihan
• Hitung laju dosis harian testis dengan berat 18 gram yang
mengandung radioaktif S-35 dengan aktivitas 6660 Bq. S-35
adalah pemencar beta murni dengan maksimum energi
0,1674 MeV dan energi rata-rata sebesar 0,0488 MeV.
• Zat radioaktif Na-24 memancarkan radiasi beta dengan energi
rata-rata 1,39 MeV terdistribusi ke organ darah dengan massa
5400 gram. Aktivitas Na-24 adalah 89500 Bq. Hitung laju dosis
zat radioaktif tersebut pada organ.
• Radioisotop pemancar alpha dengan aktivitas 20 mBq terhisap
dalam paru-paru. Jika energi rata-rata partikel alpha itu adalah
5 MeV dan terserap seluruhnya dalam jaringan paru-paru,
berapa laju dosis serap dalam paru-paru? Massa paru-paru
1000gr.
1/12/2013
Waktu Paro Efektif
Teff = ln 2 / λeff = 0,693 / λeff
1/Teff = 1/Tf + 1/Tb
Teff = (Tf x Tb) / (Tf + Tb)
dengan,
Teff = waktu paro efektif radionuklida
Tf = waktu paro fisik radionuklida
Tb = waktu paro biologi radionuklida
di dalam tubuh
1/12/2013
Latihan
• S-35 memiliki nilai Tf = 87,1 hari dan Tb, waktu
paruh radionuklida dalam testis 623 hari.
Hitung waktu paruh efektif Teff dan konstanta
peluruhan efektif λeff.
• Waktu paro fisik zat radioaktif A 12 jam,
sedangkan waktu paro biologinya 368 jam.
Tentukan waktu paro efektifnya dan konstanta
peluruhan efektif.
• Bila diketahui zat radioaktif dengan waktu
paro fisik 14 hari dan waktu paro biologi
dalam testis 7 hari, hitung waktu paro efektif
dan konstanta peluruhan efektifnya.
1/12/2013
DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Dosis Total
D = D˚ (1 - e- λeff . t) / λeff
D = D˚ / λeff (setelah 6 kali peluruhan)
Latihan
Hitung total dosis serap setelah 5 hari deposisi S-35
dalam testis. Hitung dosis pada saat S-35 telah meluruh
seluruhnya. (λeff = 0,009/hari)
1/12/2013
Koefisien Dosis ( e(g) )
• Koefisien dosis (dose coefficient) adalah suatu
besaran yang menunjukkan besarnya dosis
serap efektif yang diperoleh per unit intake
dari suatu radionuklida tertentu melalui jalur
pernafasan atau pencernaan.
• Dosis internal tidak dapat dihitung secara
langsung, tetapi dapat diperoleh melalui
pengukuran kandungan aktivitas dalam tubuh,
laju ekskresi, atau konsentrasi bahan
radioaktif dalam udara.
1/12/2013
Cember, 2009
1/12/2013
Limit Intake (I)
• Pada situasi paparan yang disebabkan oleh
radionuklida tunggal melalui jalur pernafasan
atau pencernaan, tanpa paparan eksterna,
maka Limit Intake (I) berbanding lurus dengan
batas dosis efektif (L) seperti persamaan
berikut:
L
I
e(g )
e(g) adalah koefisien dosis
1/12/2013
Konsentrasi Udara Turunan (KUT / DAC)
• Potensi inhalasi radionuklida harus dikaji bila diperlukan dengan
mengukur tingkat aktivitas dalam sample udara. Derived Air
Concetration (DAC) dinyatakan dalam Bq/m3 didefinisikan sebagai
konsentrasi aktivitas radionuklida dalam udara yang diturunkan dari
nilai batas intake (I) oleh seorang pekerja yang terpapar radiasi
secara kontinyu selama 1 tahun (2000 jam kerja). Untuk laju
pernafasan standard sebesar 1,2 m3/jam, maka DAC dapat dihitung
dengan:
I
DAC 
2000 1,2
1/12/2013
Contoh soal: 137Cs dalam bentuk aerosol dengan AMAD 5m,
terhirup oleh seorang pekerja. Dengan nilai e(g) 6,7 x 10-9 Sv/Bq
dan batas dosis pekerja 50 mSv/tahun (0,05 Sv/tahun), hitung I
dan DAC.
Jawaban:
I
0,05
6,7  109
= 7,5 x 106 Bq
dan
7,5  106
DAC 
2000 1,2
= 3,25 x 103 Bq/m3
Jadi DAC untuk 137-Cs adalah 3,25 x 103 Bq/m3 atau dalam
prakteknya dibulatkan menjadi 3 x 103 Bq/m3.
1/12/2013
Batas Kontaminasi Permukaan
• Hubungan
kuantitatif
antara
konsentrasi
kontaminasi
permukaan
dan konsentrasi
radionuklida di udara disebut dengan faktor
resuspensi (f).
konsentrasi _ radionuklida _ di _ udara, Bq / m 3
f 
konsentrasi _ permukaan, Bq / m 2
• Penelitian mengenai resuspensi memperlihatkan
bahwa nilai faktor resuspensi berkisar antara 108 hingga 10-4. Untuk kepentingan perkiraan
bahaya kontaminasi permukaan diambil nilai 106.
1/12/2013
Contoh soal: Hitung kontaminasi permukaan maksimum dari
debu Sr-90 “tak terlarut” yang diperbolehkan sebelum
dilakukan tindakan keselamatan terhadap bahaya
kontaminasi. DAC Sr-90 menurut ICRP adalah 60 Bq/m3.
Gunakan nilai faktor resuspensi 10-6/m.
Jawaban:
3
60
Bq
/
m
106 / m 
konsentrasi _ permukaan, Bq / m 2
60Bq / m 3
konsentrasi _ perm ukaan, Bq / m 
= 60 MBq/m2
106 / m
2
1/12/2013
DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Perhitungan Dosis Gabungan
(Eksternal dan Internal)
E = Eeksternal + Einternal
Et  H p (10)   e( g ) j ,ing I j ,ing   e( g ) j ,inh I j ,inh
= Catatan dosis ekivalen personal untuk
seluruh tubuh
1/12/2013
Perhitungan Dosis Eksternal dan Internal
Et  H p (10)   e( g ) j ,ing I j ,ing   e( g ) j ,inh I j ,inh
= jumlah perkalian koefisien dosis
ekivalen untuk radionuklida j pada usia g
dengan limit intake melalui pencernaan
dan pernafasan
1/12/2013
Hai orang-orang yang beriman,
bertakwalah kepada Allah dan hendaklah setiap diri memperhatikan apa yang
telah diperbuatnya untuk hari esok (akhirat); dan bertakwalah kepada Allah,
sesungguhnya Allah Maha Mengetahui apa yang kamu kerjakan.
QS. AL-HASYR (59) : 18